快中子增殖反应堆及其发展史

快中子增殖反应堆及其发展史 什么是快堆 快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。 目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。热堆消耗的主要核燃料是铀235。铀有三种同位素，即铀-234、铀-235和铀-238。其中的铀-234不会发 238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀-235这种能够轻易生核裂变，铀- 发生核裂变的材料，才能做核燃料。但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占 238，它占了99.2%。为保证核反应正常进行，一般0.66%，其余绝大部分是铀- 轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。 这就相当于我们的煤饼厂里，铀-235如同"优质煤"，而铀-238却像"煤矸石"，只能作为核废料堆积在那里，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。 在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。 解决铀矿资源枯竭问题 快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。在大型快 堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。 也可以做这样一个比喻:一艘帆船因暴风雨而搁浅，船员在阴雨连绵的孤岛上生火做饭。有的人直接用仅剩的干木头生火烧烤食物。但是聪明人则提议，用湿木头当炉灶来烧食物。这样干木头用完的时候，湿木头也被烤干。最后所有的湿木头都可以用于求生。而在热堆和快堆中，铀-235是干木头，铀-238就是湿木头。干湿结合地可持续的使用，这就可以榨干铀所有的能量。 在这种堆中，每消耗1公斤易裂变燃料可以产出多于1公斤甚至高达1.5公斤以上的新的易裂变燃料(钚)。多生产出来的燃料可以用于新建快堆，新快堆又进行增殖。从效果看，快堆运行中真正消耗的不是开始放进去的易裂变燃料铀-235，而是占天然铀99.2%以上的铀-238。所以在发展压水堆的基础上再发展快堆，考虑钚的再循环和损耗，可将铀资源的利用中提高到60-70%。由于利用率的提高，更贫的铀矿出有了开采的价值，就世界范围讲可采铀资源将增加千倍。所以说，把快堆发展起来，裂变核能将成为几乎不可耗竭的能源。 半个世纪以来，人类总共开采出了大约220万吨铀，尚未发现的储量估计也有这么多。世界铀资源的国家分布极不均衡。澳大利亚、加拿大和哈萨克斯坦这3个国家就拥有55%以上的RAR+IFR级铀资源。如果再加乌兹别克斯坦、南非和纳米比亚，这一比例就接近72%。如果再加上尼日尔和俄罗斯，几乎可达85%。 20世纪50-60年代，美国、德国(民主德国)、捷克和法国曾经是铀资源大国。现在，欧洲国家的铀资源实际上已经用光，美国的铀资源也只占世界铀资源的2%左右。美、德、捷、法四国的铀资源已经完全枯竭，其总开采量为76.1万吨。加拿大、南非、澳大利亚、尼日尔、纳米比亚五国的累计开采量已有83.8万吨，但它们还有资源潜力。 一座百万千瓦轻水堆核电站，每天大约需要消耗3公斤铀-235。2006年，世界核电站使用了大约7万吨天然铀。而2006年全世界的地下铀矿开采量只有4.3万吨左右，不足部分主要是依靠消耗库存和核武器中的核原料。根据预测， 到2015年，世界核电站对铀的年需求量将达到7.5万-8.5万吨，2025年将为8.5万-10万吨。到2015年，这些次生来源也将消耗殆尽。在目前情况下，现已探明的铀储量还能使用50年左右。如果考虑到所谓的补充储量，则还可使用200年。因此，随着核原料世界需求量的增大，铀的价格也在飞涨，2007年中期高过每公斤300美元的价格。快堆的建设对于解决铀矿资源枯竭问题也日益迫切。 此外，热堆反应后的剩余物的放射性仍然很强，如果直接地质处置，则每三四年就需建造一座类似于美国YUCCA MOUNTAIN(尤卡山，大型核废料处理场)规模的处置库，耗资极其惊人。而这些核废料在快堆反应中经过回收再利用以后，放射性物质的衰变期只有二三百年，可以大大减少核废物处置量，降低缺乏燃料长期毒性风险。 目前，在核电站中广泛应用的压水堆(如我国的秦山、大亚湾核电站堆型)对天然铀资源的利用率只有约1%，而快堆则可将这一利用率提高到60%~70%。这对充分利用我国的铀资源，促进核电持续发展，解决我国的后续能源供应问题具有重要意义。由于利用率的提高，相对较贫的铀矿也有了开采价值。就世界范围讲，这样能使可采铀的资源增加千倍。以目前探明的天然铀储量推测，快堆的使用可以使铀资源可持续利用3000年以上。 快中子增殖反应堆结构 快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料(或采用碳化铀-碳化钚混合物)，将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。 快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然(或贫化)二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。控制棒插入到堆芯燃料组件位置上的六角形套管中，通过顶部的传动机构带动。 由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。目前快堆中的冷却剂主要有两种:液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。气冷快堆由于缺乏工业基础，而且高速气流引起的振动以及氦气泄漏后堆芯失冷时的问题较大，所以目前仅处于探索阶段。 钠冷快堆用液态金属钠作为冷却剂，通过流经堆芯的液态钠将核反应释放的热量带出堆外。钠的中子吸收截面小;导热性好;沸点高达886.6?，所以在常压下钠的工作温度高，快堆使用钠做冷却剂时只需两、三个大气压，冷却剂的温度即可达500-600?;比热大，因而钠冷堆的热容量大;在工作温度下对很多钢种腐蚀性小;无毒。所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。世界上现有的、正在建造的和建造的都是钠冷快堆。但钠的熔点为97.8?，在室温下是凝固的，所以要用外加热的方法将钠熔化。钠的缺点是化学性质活泼，易与氧和水起化学反应。所以在使用钠时，要采取严格的防范措施，这比热堆中用水作为冷却剂的问题要复杂得多。 按结构来分，钠冷快堆有两种类型，即回路式和池式。 回路式结构就是用管路把各个独立的设备连接成回路系统。优点是设备维修比较方便，缺点是系统复杂易发生事故。与一般压水堆回路系统相类似，钠冷快堆中通过封闭的钠冷却剂回路(一回路)最终将堆芯发热传输到汽-水回路，推动汽轮发电机组发电。所不同的是在两个回路之间增加了一个以液钠为工作介质的中间回路(二回路)和钠-钠中间热交换器，以确保因蒸汽发生器泄漏发生钠-水反应时的堆芯安全。 池式即一体化，池式快堆将堆芯、一回路的钠循环泵、中间热交换器，浸泡在一个很大的液态钠池内。通过钠泵使池内的液钠在堆芯与中间热交换器之间流动。中间回路里循环流动的液钠，不断地将从中间热交换器得到的热量带到蒸汽发生器，使汽-水回路里的水变成高温蒸汽。所以池式结构仅仅是整个一回路放在一个大的钠池内而已。在钠池内，冷、热液态钠被内层壳分开，钠池中冷的液态钠由钠循环泵唧送到堆芯底部，然后由下而上流经燃料组件，使它加热到550?左右。从堆芯上部流出的高温钠流经钠-钠中间热交换器，将热 量传递给中间回路的钠工质，温度降至400?左右，再流经内层壳与钠池主壳之间，由一回路钠循环泵送回堆芯，构成一回路钠循环系统。 两种结构形式相比较，在池式结构中，即使循环泵出现故障，或者管道破裂和堵塞造成钠的漏失和断流，堆芯仍然泡在一个很大的钠池内。池内大量的钠所具有的足够的热容量及自然对流能力，可以防止失冷事故。因而池式结构比回路式结构的安全性好。现有的钠冷快堆多采用这种池式结构。但是池式结构复杂，不便检修，用钠多。 1975年在法国境内合资建造的"超凤凰"快堆电站，就是一座钠冷、池式、四环路快中子堆商用验证电站。其电站热功率300万千瓦，净电功率120万千瓦。采用外径8.5毫米的不锈钢管做燃料元件包壳，271根燃料棒组成一个组件。堆芯共364个燃料组件，通过堆芯的钠流量为5.9万吨/小时。采用池式结构，钠池内径21米，高19.5米，堆芯高1米。有并列的四个环路，包括四台钠泵和八台中间热交换器都放在钠池内。增殖比可达1.2;功率密度为285千瓦/升;热能利用效率达到41%。 钠冷快中子堆采用停堆换料的方案。换料是在250?左右高温液态钠池内进行。换料时通过移动臂将燃料组件取出，通过倾斜通道输送到乏燃料贮存池中去，经衰变后送后处理厂加工。 快中子对核电站的主要特点归纳如下: 1.可充分利用核燃料比目前的热堆对核燃料的利用率提高80倍。 2.可实现核燃料的增殖摆脱即将面临的铀资源日益枯竭的困境。 3.低压堆芯下的高热效率在堆芯基本处于常压下，冷却剂的出口温度可达500一600?。 这是一座核能发电厂，水蒸气正在从双曲面形状的冷却塔排出。核反应堆位于圆桶状的安全壳建筑物内。 世界快堆发展现状 国际上快堆发展从上世纪四十年代起步，只比热堆的出现晚四年，而且第一座实现核能发电的是快堆。1942年12月2日，美国科学家费米在芝加哥的一个地下实验室里，用石墨和碳棒建立了世界上第一个可控制的核反应堆。1946年美国建成世界上第一座实验性快中子反应堆即热功率25千瓦的克来门汀(Clementine)。截至今天，世界上共建成了各种类型的快堆21座。 1964年，苏联建立第一个热中子反应堆。1967年，法国建成名为"狂想曲"的热功率为4万千瓦的反应堆。1974年，25万千瓦的快中子反应堆投入运行。1980年，苏联建成电功率60万千瓦的快中子实验反应堆，有着相当于秦山核电站的二期工程的发电量。1985年法、德、意三国建成的功率120千瓦的经济验证快堆Superhenix-1。同年，印度在法国人的帮助下建立试验热中子反应堆。1994年日本建成的功率31.8万千瓦的文殊(Monju)原形快堆。 但是半个世纪后，快堆仍然停留在实验堆的基础上，还未发展到商用阶段。这主要是在技术上，快堆比轻水堆难度要大得多。 在钠作冷却剂的快堆中，液态金属钠与水(或蒸汽)相遇就会产生剧烈的化学反应，并可能引起爆炸;钠与空气接触就会燃烧;钠中含氧量超过一定数量会造成系统内结构等材料的严重的腐蚀;堆内的液态钠由于沸腾所产生的气泡空腔会引入正的反应性，其结果会使反应堆的功率激增，从容导致反应堆堆芯熔化事故的发生;快堆为提高热利用率和适应功率密度的提高，燃料元件包壳的最高温度可达650?，远远超过压水堆燃料元件约350?的最高包壳温度。很高的温度、很深的燃耗以及数量很大的快中子的强烈轰击，使快堆内的燃料芯块及包壳碰到的问题比热堆复杂得多。 通过四十年来的努力，以及一系列试验堆、示范堆和商用验证堆的建造，上述困难已基本克服。现在快堆技术上已日臻完善，是目前接近成熟的堆型，为大规模商用准备了条件。预计本世纪中期，快堆将逐渐在反应堆中占主导地位。可以说，快中子堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。 2000年国际原子能机构提出的未来国际上第4代六种核电堆型中，就有3种是快堆，即钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆，之所以如此，是因为无论哪种类型的快堆，都具有增殖裂变核燃料和嬗变长寿命核废物的特点，而这正是核电发展过程中至关重要的前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。实践证明， 快堆是一种安全可靠的堆型。目前是单堆生产，经济性不好，一旦推广应用，便有经济竞争力。 但是20世纪90年代初，由于西方环保组织的大力反对，欧美等国相继放弃了快堆的发展。由于欧美经济发展不快，人口几无增长，德国购得便宜的天然气，美、英控制了中东石油，法国电力过剩，它们在近一二十年内已很少建新核电站，因此快堆的商用计划也就推晚了。但是进入21世纪之后，这些国家相继重开快堆的研究，重点从增殖核燃料转向了用快堆来焚烧核电站产生的放射性废物和过剩的钚，使之对环境无害。 缺少能源的国家和积极开发快堆市场的国家对快堆发展和商用计划并不放松，如中、俄、日、印、韩国等。俄已开始两座80万千瓦的快堆电站的建造，一座在斯维尔德洛夫斯克，一座在南乌拉尔。印度于2001年开始建造一座50万千瓦快堆电站，预计2020年印度将有五座这一规模的快堆运行，日本原子能委员会认定快中子增殖堆和基于钚利用的封闭的核燃料循环是日本供应长期稳定能源的方向，成立了日本核燃料循环研究院，加强快堆技术开发。韩国快堆发展计划已经开始，技术路线是国际合作，在美国通用电气的帮助下积极发展功率13万千瓦的实验快堆。跳过实验快堆阶段，一步到原型快堆规模的模块快堆。巴西也已开始组织快堆技术的发展工作。可以预见，随着核电发展与铀矿资源不足矛盾的加深，国际上将掀起快堆发展的新高峰。预计快堆商用化要到2030~2040年。 中国快堆研究概况 我国的快堆研究始于1965年，凝聚了几代人的心血。经历了基础研究(1965-1987年)和应用基础研究(1987-1993年)阶段。现在已进入实验验证阶段(1995年至今)。早在上世纪60年代后期，周恩来总理亲自批准将50公斤浓缩铀用于快堆零功率装置建设，当时将研发的重点放在了快堆堆芯中子学、热工程学、钠工艺和材料等基础方面。到1987年，我国共建成了12台(套)试验装置和钠回路装置，其中包括一座快中子零功率装置，并于1970年6月末首次临界。 我国快堆研究加速是在1987年快堆技术被列为863高技术计划之后，当时的核工业部集中了全国快堆技术人员，并拨出专款建立了专门的快堆研究实验 室，1992年正式命名为快堆研究中心。开始了以6.5万千瓦中国实验快堆为目标的应用基础研究，相继开展了九个课题60多个子课题的研究工作，获得一大批科研成果。开发和研制了物理、热工、燃料、力学、安全等方面约50个设计计算程序，基本满足了快堆设计的软件需要。先后建成多功能钠净化台架、中规模钠净化装置，成功开发了实用化的钠净化技术;建立了高温钠沸腾试验回路，为燃料元件安全设计提供了分析依据。研制成功快堆燃料包壳和堆芯结构材料，为实验快堆提供国产材料做好了技术准备。1997年完成该堆的初步设计，2000年5月开始建造。2000年7月在江泽民主席和普京总统的主持下，中国和俄罗斯在北京签署了中俄两国在中国建造快中子实验堆的合作，这将大大推动中俄快堆技术合作。 我国改革开放三十多年来，国民经济发展突飞猛进。为实现本世纪中叶达到中等发达国家的经济水平的战略目标，对比当今中等发达国家的经济水平，特别是经济发展的基础，要求年人均能耗至少应达到3吨标煤，年人均电力消耗至少应达到5000度。目前我国这两项指标只有约1吨标煤和约1000度电的水平。 由于我国核能的应用，从一开始就重点选择的是压水堆。按照我国核电发展的速度计算，预计到2020年，核电总装机容量有可能达到4000万千瓦，按照百万千瓦级压水堆核电站初装料为天然铀360吨、年换料为140吨计算，到那时我国对天然铀的需求量将达到6万吨;而到2030年，核电装机总容量达到5000万千瓦时，对天然铀的年需求量将达到11.7万吨，国内的天然铀产量已经无法满足需要。 而如果在发展压水堆核电站的同时，匹配的发展快堆核电站，压水堆生产的工业钚可以作为快堆的初装料，快堆运行时消耗铀-238，增殖核燃料钚。这样，两种堆型匹配发展，并封闭核燃料循环可将铀资源的利用率从单纯发展压水堆的1%左右提高到60%~70%。所以，只要2030年左右能批量建成高增殖快堆，则压水堆给快堆的钚的积累核快堆自身增殖则可以使我国核电在2050年发展到2.4亿千瓦的水平，并且天然铀的年累积需求量不会超过25万吨。而快堆可以嬗变长寿命放射性废物，将使核工业发展无环境污染之忧。核电站所产生的乏燃料中，有些长寿命的核废物需要衰变三、四百万年才能降到与天然铀相当的放射水平。而快堆是以快中子运行的反应堆，那些强放射性废物在快堆中可以 当裂变燃料烧掉，研究证明，一座热功率为100~150万千瓦的大型快堆，可以嬗变掉5~10座同等功率压水堆所产生的长寿命核废物。 所以在我国，快堆发展起来后可以实现两大方面的引用，一是大型增殖快堆，其发展将使我国核电大规模发展而无核燃料缺乏之虞，另一个是中等规模的模块化快堆，一方面发电，一方面焚烧长寿命放射性废物，使我国核电大规模发展亦无环境污染之忧。快堆是当今唯一现实的增殖堆和有效的嬗变堆型，压水堆、快堆配套发展，能够实现核燃料的封闭循环，使核能真正成为能够大规模应用的清洁能源。 因此快堆在我国核能利用的战略布局中占有十分重要的地位，按照规划，我国快堆工程发展分三步走，实验快堆是发展的第一步，主要目的是积累设计、建造和运行经验，并辐照考验燃料、材料和快堆设备。第二步是设计、建造和运行电功率60万千瓦以上的中国原型或示范快堆，已申报纳入2006-2020国家中长期科技规划，目前已开始设计准备，该堆将于2020年建成运行。 第三步是建设100-150万千瓦电功率大型高增殖商用快堆核电站，预计2025年建成，2030-2035年批量建造推广。这样，约25-30万吨天然铀即可支持压水堆-快堆联合发展，实现2050年24000万千瓦或更大核电容量的宏伟目标。快堆核电站进入"壮年期"后将会给国家核能的可持续发展和国家能源供应的安全性做出重大贡献。 特别声明: 1:资料来源于互联网，版权归属原作者 2:资料内容属于网络意见，与本账号立场无关 3:如有侵权，请告知，立即删除。